ПРАКТИЧЕСКИЕ СПОСОБЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРНЫХ ИСПЫТАНИЙ В РЕЖИМЕ ИМПУЛЬСНОГО ИЗМЕНЕНИЯ МОЩНОСТИ
Аннотация
В статье представлен обзор существующих практических способов определения мощности и энерговыделения в топливе твэлов, испытываемых в исследовательских реакторах. Акцент сделан на подходах, которые могут быть успешно использованы в практике импульсных реакторных испытаний с нестационарным характером изменения мощности. Выполнен сравнительный анализ различных методов, отражены их достоинства и недостатки. Сформулированы рекомендации по применению рассмотренных подходов в практике испытаний в импульсном графитовом реакторе (ИГР), направленных на изучение поведения топлива ядерных энергетических реакторов в переходных и аварийных режимах.
Об авторах
В. А. Витюк
РГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан»
Казахстан
Курчатов
Казахстан
Курчатов
А. Д. Вурим
РГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан»
Казахстан
Курчатов
Казахстан
Курчатов
Г. А. Витюк
РГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан»; Восточно-Казахстанский государственный технический университет им. Д. Серикбаева
Казахстан
Казахстан
Курчатов
Усть-Каменогорск
Список литературы
1. Ishikawa M., Inabe T. The Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in Japan // Advances in Nuclear Science and Technology. Boston. – 1979. – Vol.11. – pp. 285–334.
2. Design Summery Report On the Transient Reactor Test Facility (TREAT): AEC R&D Report / Argonne National Laboratory; Freund G.A., MacFarlane D.R., Elias P., Geier J.D., Bolan J.F. – 1960, – pp. 85–86.
3. Dragunov Yu., Lopatkin A. et al. Experimental Potentialities of the MBIR Reactor // International Atomic Energy Agency (IAEA): IAEA. – 2015.
4. CABRI project 1973–1988. Test facility, results and achievements CEA/IPSN/DERS nº 01/89. – 1989.
5. Андреев В.И., Колядин В.И., Яковлев В.В. Экспериментальное исследование поведения твэлов водо-водяных реакторов при нестационарных режимах // Атомная техника за рубежом. – 1988. – №3. – С. 3–10.
6. Косилов А.Н. и др. Техника экспериментального исследования твэлов в нестационарных режимах // Атомная техника за рубежом. – 1981. – №9. – С. 3–8.
7. Бурукин В.П. и др. Реакторные установки для испытаний твэлов и ТВС в аварийных и переходных режимах эксплуатации // Атомная техника за рубежом. – 1988. – №6. – С. 7–15.
8. Бурукин А.В., Грачев А.Ф. , Калыгин В.В. и др. Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР в режимах с циклическим изменением // Атомная энергия. – 2008. – Т. 104, № 2. – С. 108–113.
9. Курчатов И.В., Фейнберг С.M. и др. ИГР – Импульсный Графитовый Реактор // Атомная Энергия. – 1964. – Т. 17, изд. 6. – 1964. С. 463–474.
10. Data Base on the Behavior of High Burnup Fuel Rods with Zr-1%Nb Cladding and UO2 Fuel (VVER Type) under Reactivity Accident Conditions: International Agreement Report (NUREG/IA-0156) / Office of Nuclear Regulatory Research U.S. Nuclear Regulatory Commission. – July, 1999.
11. Konishi, K. et al. The Result of a wall failure in-pile experiment under the EAGLE project // Nucl. Eng. Des. – 2007. – 237(22). – pp. 2165–2174.
12. Kamiyama, K. et al. Experimental studies on the upward fuel-discharge for elimination of severe recriticality during coredisruptive accidents in sodium-cooled fast reactors / Journ. Nucl. Sc. Technol. – 2014. – 51(9). – pp. 1114–1124.
13. Serre F., Payot F., Suteau C., Trotignon L., Batyrbekov E., Vurim A., Pakhnits A., Vityuk V., Kubo S., Katoh A., Tobita Y., Kamyama K., Matsuba K., Toyooka J. R&D and experimental programs for mitigating severe accidents consequences in GENIV SFRS and the ASTRID technology demonstrator // Вестник НЯЦ РК. – 2016. – Вып. 1. – С. 25–30.
14. Serre F., Payot F., Suteau C., Trotignon L., Batyrbekov E., Vurim A., Pakhnits A., Vityuk V., Kubo S., Katoh A., Tobita Y., Kamiyama K., Matsuba K., Toyooka J. R&D and Experimental Programs to support the ASTRID Core Assessment in Severe Accidents Conditions // Proceedings of International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP), 2016, San Francisco (CA, USA), April 17–20. – 2016. – Vol. 3. pp. 2173–2182.
15. Kubo S., Tobita Y., Sato I., Kotake S., Endo H., Koyama K., Konishi K., Kamiyama K., Matsuba K., Toyooka J., Zuev V.A., Pakhnits A.V., Vityuk V.A., Gaidaichuk V.A., Vurim A.D., Kolodeshnikov A.A., Vassiliev Y.S. Main outcomes and future plan of the EAGLE project // Вестник НЯЦ РК. – 2016. – Вып. 1. – С. 13–18.
16. Витюк В.А., Вурим А.Д., Котов В.М., Витюк Г.А., Serre F., Payot F., Suteau C., Trotignon L. Разработка модельной ТВС для исследования аварийной ситуации с мгновенной блокировкой потока теплоносителя в реакторе на быстрых нейтронах // Вестник НЯЦ РК. – 2018. – Вып.3. – С. 93 – 98.
17. Витюк Г.А., Вурим А.Д., Котов В.М., Витюк В.А., Жанболатов О.М. Расчетные исследования в поддержку внутриреакторных испытаний твэлов реакторов на быстрых нейтронах // Вестник НЯЦ РК. – 2017. – Вып. 3. – С. 24 – 30.
18. Витюк, В.А. Реактор MYRRHA // Человек. Энергия. Атом. Научно-публицистический журнал. – 2015. – No2(24). – С. 31.
19. Вурим А.Д., Жданов В.С., Зверев В.В., Пивоваров О.С., Кулинич Ю.А. Результаты испытаний модельных твэлов реактора типа БРЕСТ-300 в реакторе ИГР. Вестник НЯЦ РК, выпуск 1, январь 2000, с. 25–30.
20. Котов В.М., Курпешева А.М., Иркимбеков Р.А. Расчет характеристик ИГР // Атомная энергия. – 2011. – Т.111, Вып. 2. – С. 116–118.
21. Вурим А.Д., Котов В.М., Иркимбеков Р.А., Жагипарова Л.К., Байгожина А.А. Компьютерная модель реактора ИГР для стационарных нейтронно-физических расчетов. – А.с. №2738 РК, 27.12.2016.
22. L. Borms, Y. Parthoens and A. Gys, GERONIMO Third campaign: gamma spectroscopy PIE after ramp test on fuel segments GZR02, GZL33, GZL32 and GZR03 [Текст] / SCK•CEN-R-3783, 2004.
23. Nam, C. A statistical approach to predict the failure enthalpy and reliability of irradiated PWR fuel rods during reactivity-initiated accidents [Текст] / C.A. Nam, Y.H. Jeong, Y.H. Jung // Nuclear Technology/ – 2001. Vol. 136. – pp. 158–168.
24. Nakamura, T. Irradiated Fuel Behavior under Power Oscillation Conditions [Текст] / Takehiko Nakamura [et al.] // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2003. – vol. 40. – no. 5. – pp. 325–333. 25. T. Fuketa [et al.], New Results from the NSRR Experiments with High Burnup Fuel [Текст] / US Nuclear Regulatory Commission. – Washington DC, USA, 1995. – NUREG/CP-0149.
25. A study on Gap Heat Transfer of LWR Fuel Rods under Reactivity Initiated Accident Conditions [Текст] / JAERI-M. – 1984. – no. 84–063.
26. Sasajuma, H. Behavior of Irradiated ATR/MOX Fuel under Reactivity-initiated Accidents Conditions [Текст] / H. Sasajuma [et al.] // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2000. – vol. 37(5). – pp. 455–464.
27. Определение энерговыделения в топливных детекторах гамма-спектрометрическим методом при проведении испытаний на реакторе ИГР [Текст] : методические указания / ДГП ИАЭ РГП НЯЦ РК; разраб.: М. О. Токтаганов, Ю. А. Попов [и др.]. – Курчатов, 2001. – 16 с. – АК.65000.00.728 МУ. – инв. № К-38051.
28. Крамер-Агеев, Е.А. Активационные методы спектрометрии нейтронов [Текст] / В.С. Трошин, Е.Г. Тихонов ; М. : Атомиздат, 1976. – 232 с.
29. Мительман, М.Г., Детекторы для внутриреакторных измерений энерговыделения [Текст] / М.Г. Мительман, Б.Г. Дубовский, В.Ф. Любченко, Н.Д. Розенблюм ; М. : Атомиздат, 1977. – 151 с.
30. MacDonald, P. Assessment of light-water reactor fuel damage during a reactivity-initiated accident [Текст] / P. MacDonald [et al.] // Nuclear Safety. – 1980. vol. 21(5). – pp. 582–602.
31. De Raedt, C Assessment of the Fission Power Level in Fuel Rods Irradiated in the High Flux Materials Testing Reactor BR2 with the Aid of Fluence Dosimetry and Comparison with Other Methods [Электронный ресурс] / C. De Raedt [et al.] // Reactor Dosimetry: Radiation Metrology and Assessment. – 2001. URL: http://www.astm.org/DIGITAL_LIBRARY/STP/SOURCE_PAGES/STP1398_foreword.pdf.
32. L. Vermeeren and J. Dekeyser. Fuel Irradiation Testing Technology at SCK·SEN: Experience and Developments [Электронный ресурс] // Post-Irradiation Examination and In-pile Measurement Techniques for Water Reactor Fuels. Vienna, 2009. – IAEA-TECDOC-CD-1635. – pp 181–195.
33. L. Vermeeren [et al], Qualification of the on-line power determination of fuel elements in irradiation devices in the BR2 reactor [Текст]: Scientific Report / Belgian Nuclear Research Centre. – Mol, Belgium, 2005. – NT.57 /D089023/01/LV.
34. Бекмагамбетова Б.Е., Вурим А.Д., Иркимбеков Р.А., Сураев А.С. Динамика температурного поля реактора ИГР // Вестник НЯЦ РК. – 2018. – Вып. 1. С. 25–30.
35. M. Verwerft [et al.], OMICO [Текст]: Final Report of 5th EURATOM Framework Programme Contract / Belgian Nuclear Research Centre. – Mol, Belgium, 2007. – FIKSCT-2001-00141.
36. Bailly, J [et al.], Presentation of the SCARABEE programme [Текст]: Presentation / Safety Working Group of the Coordinating Committee for Fast Reactors. – Brussels, 1973.
37. Бэйллию, Дж. Исследовательский комплекс SCARABEE: Основные характеристики и программа экспериментов [Текст] / Дж. Бэйллию, А. Таттегрейн, Ж. Саруль. // Атомная техника за рубежом. – 1981. – №7. – С. 24–32.
38. Ижутов, А.Л. Разработка и усовершенствование методик определения тепловой мощности и выгорания топлива в исследовательском реакторе МИР.М1: автореф. дис. канд. техн. наук: 05.14.03 / Ижутов Алексей Леонидович. – Димитровград, 2008. – 25 с.
39. Методика расчета энерговыделения и выгорания топлива в каналах реактора МИР.М1 [Текст]: методические указания / НИИАР; разраб.: А.Л. Ижутов, Ю.А. Кушнир. – Димитровград, 1994 – Рег. №74–94 ЦСМ. – 0229804912.
40. Методика расчета тепловой мощности твэлов в экспериментальных каналах водяных петель реактора МИР.М1 [Текст]: методические указания / НИИАР; разраб.: А.Л. Ижутов, Н.П. Матвеев, В.А. Овчинников. – Димитровград, 1995. – Рег. №41–95. – 0229804912.
41. Методика определения суммарной мощности твэлов при испытаниях в ПУ реактора МИР [Текст] : методические указания / НИИАР. – Димитровград, 1998.
42. Алексеев, А.В. Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах [Текст] / А.В. Алексеев [и др.] // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. – 2007. – №3. – Вып. 1. – С. 83–91.
43. Алексеев, А.В. Испытания в реакторе МИР твэлов ВВЭР-1000 в режиме аварии с вводом положительной реактивности [Текст]: автореф. дис. канд. техн. наук: 05.14.03 / Алексеев Александр Вениаминович. – Димитровград, 2011. – 24 с.
44. Wiesenack, W. Irradiation Test of Mox Fuel in the Halden Reactor and the Analysis of Measured Data With the Fuel Performance Code COSMOS [Текст] / Wolfgang Wiesenack, Byung-Ho Lee, Dong-Seong Sohn // Nuclear Engineering and Technology. – 2005. – vol.37(4). – pp. 317–326.
45. Karb, E.H. In-pile Tests at Karlsruhe of LWR Fuel-Rod Behavior During the Hetup Phase of a LOCA [Текст] / E.H. Karb // Nuclear Safety. – 1980. – vol. 21(1). pp. 26–37.
46. K. Reichardt, W. Krug, J. Seferiadis, Irradiation Tests on Fuel Rods and Plates at the FRJ-2 Research Reactor [Текст] / In Proceedings of symposium Multipurpose Research Reactor. – Julich GmbH, Julich, FRG., 1988. – p. 211–213.
47. High flux reactor (HFR) Petten [Текст]: Characteristics of the installation and the irradiation facilities / European Communities-Joint Research Centre. – 2005.
48. D.C. Crawford, R.W. Swanson, A.E. Wright, R.E. Holtz, RIA Testing Capability of the Transient Reactor Test Facility [Текст]: Report of Argonne National Laboratory. – XA9953250, p. 99–109.
49. Fuketa, T. Behavior of high burn-up PWR fuels during simulated reactivity-initiated accident conditions [Текст] / T. Fuketa [et al.] // TopFuel–2006. – European Nuclear Society, Salamanca, Spain. – 2006. – pp. 279–283.
50. Vityuk V., Vurim A. Method for determining the energy parameters in pulse reactor experiments // Annals of Nuclear Energy. – 2019. – Vol. 127. – pp. 196–203.
51. Vityuk V.A., Vurim A.D., Kotov V.M., Pakhnits A.V. Determination of the parameters for fuel assembly tests in a pulsed graphite reactor // Atomic Energy. – 2016. – Vol. 120, No. 5. – pp. 323–327.
52. Ohnishi, N Evaluation of Effective Energy Deposition in Test Fuel during Power Burst Experiment in NSRR [Текст] / Nobuaki Ohnishi, Teruo Inabe // Journal of Nuclear Science and Technology. –1982. – vol. 19(7). pp. 528–542.
Рецензия
При поддержке: Данная работа выполнена в рамках научно-технической программы «Развитие атомной энергетики в Республике Казахстан» республиканской бюджетной программы «Развитие атомных и энергетических проектов» при поддержке Министерства энергетики Республики Казахстан.
Для цитирования:
Витюк В.А., Вурим А.Д., Витюк Г.А. ПРАКТИЧЕСКИЕ СПОСОБЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРНЫХ ИСПЫТАНИЙ В РЕЖИМЕ ИМПУЛЬСНОГО ИЗМЕНЕНИЯ МОЩНОСТИ. Вестник НЯЦ РК. 2020;(2):80-86.
For citation:
Vityuk V.A., Vurim A.D., Vityuk G.A. PRACTICAL METHODS FOR DETERMINING THE ENERGY PARAMETERS OF REACTOR TESTS IN THE PULSE POWER MODE. NNC RK Bulletin. 2020;(2):80-86. (In Russ.)
Просмотров: 139
Послать статью по эл. почте 